CPR1000機組首循環堆芯二次中子源替代一次中子源啟動的工程實踐

何 洋，胡汝平，鄧平赳，郭 建，羅良偉，張海州，曹云龍，曹 萌，劉晶晶

CPR1000機組首循環堆芯二次中子源替代一次中子源啟動的工程實踐

何 洋1，胡汝平1，鄧平赳2，郭 建3，羅良偉1，張海州1，曹云龍1，曹 萌1，劉晶晶1

（1. 遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧 大連，116001；2. 中廣核蒼南核電有限公司，浙江 蒼南，325800；3. 中廣核惠州核電有限公司，廣東 惠州，516000）

受國際貿易形勢影響，某核電廠原計劃采購的一次中子源存在較大的供應風險。鑒于此，核電廠組織實施了首循環堆芯一次源替代項目，即：使用輻照激活的二次中子源用于機組首循環的裝料和啟動。本文對該工程實踐中幾個重要問題進行了分析，介紹了解決方案并給出了實踐結果，最后對新建核電項目的啟動提出了一些建議。

一次中子源；二次中子源；反應堆；啟動

在反應堆裝料和啟動過程中，為了確保臨界安全，整個過程應處于中子探測器的有效監督之下[1]。為了克服探測盲區，CPR1000系列核電機組一般在首次裝料前采購兩組一次中子源（以下簡稱“一次源”）組件（252Cf）和兩組二次中子源（以下簡稱“二次源”）組件（Sb-Be）。其中一次源在機組首循環使用，二次源在機組首循環進行激活，供后續循環使用[2]。

核電廠首循環啟動之所以采用252Cf，主要是因為和其他同位素中子源相比，252Cf具有體積小、強度大、中子連續裂變等優點[3]。此外，與后續循環使用的二次源相比，252Cf的一個顯著優勢是半衰期長（2.65年[4]），能夠在相當長時間內應對首循環工程建設工期不確定性帶來的風險，而后者半衰期只有60.2天[4]。

受國際貿易形勢影響，某核電廠新建機組原計劃采購的一次源存在較大供應風險。鑒于此，經充分調查和研究論證，該電廠實施了新建機組首循環一次源替代項目。即在運行機組（3、4號機組）提前輻照激活擬用于新建機組的四組二次源，加之1、2號機組中原有的四組二次源，根據在運四臺機組大修規劃以及新建機組項目進展，選擇合適的二次源，用于新建機組首循環裝料和啟動，簡稱為“二次源替代一次源啟動項目”。方案的變化可由圖1表示。

圖1　首循環二次源替代一次源啟動方案

1 項目前期準備

1.1　技術路線選擇

為應對一次源供應風險，電廠分析了國內外現狀，認為在現有技術基礎上可供選擇的路線有兩種：

（1）采用激活的二次源替代一次源啟動技術[5]；

（2）采用類似VVER機組的“無源啟動”技術[6]。經過詳細對比，并結合電廠自身的情況，最終決定選擇激活的二次源替代一次源啟動的路線，并確定了項目總體目標如下：

根據新建機組工程進度，在實際裝料前，使二次源達到激活狀態并在新建機組的乏燃料水池就位，使用激活的二次源完成新建機組裝料并達到臨界狀態。

1.2　工程實踐亟須解決的問題

該活動為全球范圍內首次實施，無經驗可循，因此有諸多工程技術問題需解決，最為重要的有如下幾個：

（1）新二次源置于反應堆內激活過程中對堆芯的影響有多大。

新增兩組用于激活的二次源后，3/4號機組反應堆內的二次源由兩組變為四組，無先例，需確認該變化對堆芯的影響。

（2）二次源的中子源強有多大，能否滿足啟堆監測要求。

（3）二次源與一次源的物理特性有所區別，需分析確認二次源替代一次源后對堆芯裝料啟動的影響及應對措施。

（4）激活的二次源如何轉運。

（5）存在四組激活的二次源情況下的燃料裝卸操作尚屬首次，需分析確定對裝卸料步序是否有影響。

（6）二次源半衰期短，新建機組工程進度不確定性大，如何準確匹配二者的窗口以確保不因無源可用導致工程進度拖期。

2 問題分析與解決

2.1　新二次源激活過程中對堆芯的影響

2.1.1實測統計數據分析

統計了CPR1000機組多個換料循環的滿功率中子注量圖數據（見圖2）。圖中橫坐標為中子注量圖測量時的堆芯燃耗，縱坐標為歸一化的二次源組件及其對稱組件的功率偏差，每個點表示一張中子注量圖。統計結果顯示二次源組件與其對稱組件的功率偏差基本處于-0.015～0.0，表明二次源會略微降低所在組件功率水平，約為1%量級；同時可觀察到二次源對所在組件功率的影響隨燃耗加深而減小。總體而言，上述堆芯實測數據顯示二次源對堆芯功率分布的影響比較小。

2.1.2理論計算分析

針對某特定循環，采用核設計軟件SCIENCE建立了如下三種模型以計算換料堆芯中子學參數：

SSC0 模型：堆芯中無二次源；

SSC2 模型：堆芯中布置兩組二次源；

SSC4 模型：堆芯中布置四組二次源。

圖2　二次源組件與其對稱組件的功率偏差

注：二次源組件功率：兩個二次源位置（N08C08）組件功率的平均值；對稱組件功率：二次源組件兩個對稱位置（H03H13）組件功率的平均值

SSC2和SSC4模型分別與SSC0模型比較，以分別評價兩組二次源和四組二次源對堆芯的影響。其中：

（1）由于二次源中子源強與滿功率時燃料組件裂變中子源強相比可忽略，因此僅考慮其中子吸收性；

（2）現有核設計程序的多群數據庫中無Sb和Be同位素，因此采用實心不銹鋼芯塊替代（更保守）。分析結果表明：

1）相對于SSC0模型，SSC4模型中的堆芯宏觀中子學參數的變化均非常小，主要參數的最大偏差如表1所示。且SSC4模型的影響不會明顯大于SSC2模型，這表明四組二次源對堆芯狀態的影響很小。

表1　SSC4與SSC0模型主要參數偏差

2）與SSC0模型相比，SSC4模型中二次源周圍位置控制棒價值的偏差比SSC2模型中的偏差更小（最大為約4%），對其他堆芯主要關鍵中子學參數的影響基本可忽略。表2給出了C08位置組件相鄰控制棒積分價值偏差（壽期初、熱態零功率）。

表2　控制棒積分價值偏差

3）與SSC0模型相比，SSC4模型對堆芯最大組件功率偏差以及二次源組件內燃料棒功率分布的影響與SSC2模型相當，甚至更小。

上述實測統計數據和理論分析均表明，新增兩組二次源在堆內輻照對堆芯的影響很小。

2.2　二次源源強是否滿足啟堆要求

2.2.1基準源強

二次源產生中子涉及的反應式[7]如下：

以上述反應式為基礎，按照圖3邏輯計算了飽和二次源源強。

圖3　飽和二次源源強計算邏輯框圖

進一步考慮了如下三個影響因素：

（1）芯塊材料消耗對停堆時中子源強的影響。

（2）輻照循環內反應堆功率變化對停堆時中子源強的影響。

（3）單根二次源棒中Sb-Be芯塊質量上下限（500 g/535 g）。

得到兩個用于后續分析的基準中子源強：

低值：2.4×1010n/s（定義為源強L）

高值：3.3×1010n/s（定義為源強H）

2.2.2探測器計數率

對于二次源源強能否滿足啟堆要求，主要考慮兩個方面：

（1）在裝料和啟堆過程中探測器計數率能否既保持有效監測，也不會出現提前飽和；

（2）是否對臨界零功率物理試驗有顛覆性影響。

在裝料階段，以上述基準源強為基礎，針對二次源停止輻照后衰變10天、30天、60天、120天、180天、240天時的源強（L及H），分別計算了首次裝料第1、2、3、8C、8D、9、39D、44、45A、45B、154及157B等幾個關鍵步完成時探測器的計數率。

計算結果顯示，二次源經過一個循環滿功率輻照后，若在停止輻照后4個半衰期（即240天）內完成裝料，則源量程探測器既能保持有效監測（計數率≥2次/s，且有一定裕量），也不會出現提前飽和。

在達臨界階段，采用蒙卡程序分析計算了硼稀釋初期及硼稀釋末期源量程探測器的計數率。由于蒙卡程序無法模擬最后的提棒達臨界過程，因此在提棒達臨界階段，結合同類機組首循環啟動過程的經驗數據對探測器計數率進行了保守推算。對比多個同類型機組首循環啟動過程數據發現，從硼稀釋結束到臨界，源量程探測器計數率約增大10～20倍。因此在上述稀釋末期理論數據的基礎上，進一步推算達到臨界時源量程探測器的計數率范圍約為4×103次/s（對應源強L，且衰變270天）～2×105次/s（對應源強H，且衰變40天）。

在尋找核加熱點階段，通過對三種不同類型中子源啟堆過程中的實測數據進行對比發現，在達到臨界時，與使用乏燃料中子源和一次源的情況相比，使用二次源情況下的源量程和中間量程探測器電流要高一個量級；但是當出現核加熱點時，三種情況的中間量程和功率量程探測器電流信號已很接近。這表明隨著堆芯中子通量的提高，各類型中子源的貢獻已被燃料組件裂變中子所淹沒，各量程探測器的測量水平將由堆芯燃料組件裝載方案決定。

通過上述理論計算和經驗數據相結合的方式對達臨界過程進行分析表明：二次源滿功率輻照一個循環，在衰變4個半衰期內完成裝料并且可進入預臨界試驗階段（無較大工期延誤），則達臨界過程中源量程探測器既能保持有效監測，也不會出現提前飽和；達到多普勒點時中間量程探測器的電流水平與一次源啟堆時一致。

2.3　二次源替代一次源后對堆芯裝料啟動的影響

2.3.1對裝料過程的影響

將3.2節得到的裝料、達臨界過程的計數率與既有的探測器報警及保護定值設定方案對比發現：

（1）在裝料階段，源量程探測器的定值無需調整，在二次源衰變時間較短時需提高臨時探測器初始報警值。

（2）使用二次源替代一次源啟動，不需要對原有裝料順序做調整，僅將原一次源的裝料步序替換為二次源。

此外，由于二次源還有g放射性，堆內臨時探測器采用的是3He正比計數管，其對g射線的抗干擾能力較弱。因此電廠組織對臨時探測器進行了換型改造，由3He正比計數管換型為涂硼正比計數管，并使用實際二次源進行了測試，測試期間二次源的g劑量率約20 Gy/h。測試結果表明，3He正比計數管換型為涂硼正比計數管后，抗g干擾能力有較大提升，在二次源衰變4個半衰期內可以滿足裝料需要。

2.3.2對達臨界過程的影響

分析表明，二次源源強較大時，在達臨界階段，源量程探測器計數和中間量程探測器電流可能突破既定的保護定值。因此做出如下“分段式”定值調整措施：若二次源衰變時間小于3個半衰期，則參照換料啟動過程中的保護定值設定方案，即在臨界前將源量程探測器停堆保護定值由1×105次/s調整為1×106次/s，并將中間量程探測器停堆保護定值及ATWT定值均由1×10-8A調整為2.5×10-5A；若二次源衰變時間大于等于3個半衰期，則保護定值設定方案維持首循環調試啟動期間的方案不進行調整。

2.3.3其他影響

針對探測器定值的調整，需考慮對事故分析的影響。經分析，Ⅱ類硼稀釋事故中用到的保護信號為源量程高中子注量率停堆保護信號及停堆工況中子注量率高報警信號，對應的工況分別為：停堆工況下的硼稀釋事故和換料停堆工況下的硼稀釋事故。

對于停堆工況下的硼稀釋事故，一次源啟動方案情況下，安全分析中考慮包絡5%FP的功率反饋下的堆芯eff（堆芯反應性為正300×10-5）；而源量程計數率105～106次/s對應堆芯功率約在10-5%FP～10-3%FP范圍，因此二次源啟動方案中，源量程停堆保護定值調整為106次/s后，實際停堆定值觸發時的堆芯狀態距離安全分析假設的堆芯狀態仍有較大裕量，因此采用二次源替代一次源方案不會影響停堆工況下的硼稀釋事故分析假設。

對于換料停堆工況下的硼稀釋事故分析而言，由于二次源替代一次源后，源量程報警定值不變，僅更改了臨時探測器的定值，因此不會影響硼稀釋事故分析假設。

綜上分析，二次源替代一次源啟動不影響硼稀釋事故分析的假設及結論。

2.4　激活二次源轉運

二次源組件有其特殊結構，激活后的二次源組件具有中子和γ放射性，普通的放射性物品運輸容器無法滿足二次源結構支撐、輻射屏蔽等要求，而短時間內研發專用容器并完成取證的難度很大，因此需研究解決激活的二次源轉運問題。

在項目初步可行性研究階段，電廠提出了使用乏燃料運輸容器+適配器的轉運方式，其中適配器采用模擬燃料組件。為此進行了一系列準備工作：

（1）對二次源轉運過程中的熱工、輻射屏蔽、二次源組件完整性等內容進行了理論分析；

（2）對現場的水電氣等條件進行了全面梳理；

（3）對清洗井工作平臺進行了適應性改造；

（4）提前完成了二次源轉運演練，驗證了設備接口，鍛煉了人員技能。

最終成功實施了兩次激活的二次源轉運。有以下經驗值得關注：

（1）輻射屏蔽分析的保守性較大而準確性較差，為確保轉運過程中容器外的輻射劑量滿足要求[8]，按照理論分析給出的劑量數據，需等待二次源衰變較長時間，這在二次源源強有效時間本就不長的情況下，進一步壓縮了其實際可用于裝料啟動的時間。在有了第一次轉運經驗后，第二次轉運的時間由二次源衰變50天提前至衰變30天。

（2）由于新建電廠對乏燃料外運相關內容關注較少，因此可能存在與當前主流乏燃料運輸容器及工藝流程不匹配的情況，例如道路承載能力、水電氣接口、吊車吊鉤尺寸、清洗井工作平臺結構等，需逐一進行仔細梳理，并提前進行演練。

2.5　四組激活的二次源情況下裝卸料

新增二次源在堆芯內輻照位置如圖4所示，其中兩個源量程探測器分別位于270°和90°方向。兩組新二次源在4號機組內共輻照兩個循環，首次裝入堆芯過程中，由于無放射性，因此對裝料過程無影響。在后續的卸料及裝料過程中，可能對源量程探測器計數產生影響，進而可能需要閉鎖源量程探測器。

圖4　輻照二次源位置

為此進行了理論分析，在如下兩個模型中（見圖5和圖6），模型一為裝料第2步后的狀態，探測器計算值為83.7次/s；模型二中，將二次源置于新增二次源的位置，探測器計算值為0.03次/s，變化幅度近3 000倍。這表明探測器計數率主要由原二次源決定，新增二次源所在位置對探測器信號的貢獻可忽略不計。

圖5　模型一

圖6 模型二

注：黑框表示二次源所在位置

實際裝料數據與預期一致，其與之前一步的計數率幾乎無變化。

2.6　二次源半衰期與工程進度窗口匹配

為了在最大范圍內應對工程進度的不確定性，電廠從兩方面采取了應對措施。

（1）盡可能多地儲備多套二次源。利用群堆優勢，在運行機組內準備了多套二次源。其中1/2號機實施了取消二次源進行換料啟動，其原有的二次源作為新建機組啟動備用二次源；3/4號機新增2組二次源入堆進行輻照激活。因此共有4套二次源備用。

（2）制定多套二次源使用方案。詳細分析大修規劃并密切跟蹤工程建設進展，研究制定了多套二次源使用方案并隨工程進展動態調整，使二次源源強可用區間覆蓋范圍達到約1.5年。其中一個方案示例如圖7所示。

注：實線線條長度為8個月，表示二次源停止輻照后源強可用時間；虛線橫向線條長度為5.5個月，表示在建兩臺機組工期間隔按5.5個月考慮。虛線豎向線條與實線線條有交叉表示在建機組該時間點有對應二次源可用。

2.7　裝料臨界實施

在所有準備工作就緒后，5號機組使用激活的二次源完成了首循環堆芯的裝料及達臨界。整個裝料及達臨界過程安全可控。裝料過程源量程探測器的實測數據如表3所示，與理論值一致性較好。

表3　裝料過程源量程探測器數據

達臨界數據如表4所示。實際達臨界時的計數率水平以及多普勒點時的電流水平與預測基本一致。

表4　達臨界過程數據

3 結束語

本次CPR1000機組首循環“二次源替代一次源啟動項目”是在持續緊張的國際形勢背景下完成的創新實踐，也是在國內外同類型核電機組中的首次實施，解決了機組首循環啟動過程中的關鍵技術問題，在項目實施過程中積累了大量經驗。該項目的成功實施證明了首循環使用激活的二次源啟動是可行的。

對于后續新建核電機組，尤其是華龍機組的啟動，采用一次源252Cf啟動仍是優選方案，但激活的二次源啟動方案為其提供了重要范本和保底方案。特殊情況下，VVER機組的“無源啟動”也是一個參考方案，但需要更長時間準備，更大范圍地改造，以及各相關專業人員更充分地培訓以掌握“無源啟動”技術及經驗。

［1］ 劉嘉嘉，肖鋒，呂煥文. 反應堆啟堆中子源設計研究［J］. 核動力工程，2013，34（S1）：87.

［2］ 蘇耿華，包鵬飛，韓嵩. 反應堆二次中子源源強計算及驗證［J］. 強激光與粒子束. 2017，29（03）：036023-1.

［3］ 侯燕妮. 锎-252中子源世界供應市場分析. 中國核工業［J］，2015（05）：24.

［4］ 汲長松. 中子探測［M］. 北京：中國原子能出版社. 2014，20-22.

［5］ 蘇耿華，石夏青. 壓水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析［J］. 核動力工程，2020，8（04）：25.

［6］ 楊曉強，葉劉鎖，李載鵬，等. 田灣核電站3號機組反應堆首次無源啟動［J］. 核安全. 2018，17（05）：7.

［7］ 廣東核電培訓中心. 900 MW壓水堆核電站系統與設備（上冊）［M］. 北京：原子能出版社，2005：58.

［8］ 國務院. 放射性物品運輸安全管理條例［Z］. 2009.

Engineering Practice in the Start up of the Secondary Neutron Source in the First Cycle of CPR1000 Nuclear Power Plant in Place of the Primary Neutron Source

HE Yang1，HU Ruping1，DENG Pingjiu2，GUO Jian3，LUO Liangwei1，ZHANG Haizhou1，CAO Yunlong1，CAO Meng1，LIU Jingjing1

（1. Liaoning Hongyanhe Nuclear Power Company，Ltd，Dalian of Liaoning Prov. 116001，China 2. CGN Cangnan Nuclear Power Company，Ltd，Cangnan of Zhejiang Prov. 325800，China 3. Huizhou Nuclear Power Company，Ltd，Huizhou of Guangdong Prov. 516000，China）

Affected by the international trade situation, the there is a large supply risk for the primary neutron source (PS) planned to be purchased by certain nuclear power plant. Given this context, the plant implemented a project which used the irradiated secondary neutron source (SS) for fuel loading and start-up in the first cycle in place of the primary neutron source. This paper analyzes several important problems in the engineering practice, introduces the solutions and gives the practical results, and finally puts forward some suggestions for the start-up of the new nuclear power projects.

Primary neutron source; Secondary neutron source; Reactor; Start-up

TL375.5

A

0258-0918（2023）03-0553-08

2022-08-22

何 洋（1987—），男，河北衡水人，學士，工程師，現從事反應堆堆芯物理研究